In der strahlentherapeutischen Krebsbehandlung werden üblicherweise Linearbeschleuniger verwendet. Bei Photonenstrahlung mit Energien oberhalb von 7 MeV kann die Schwellenenergie für Photoneutronenproduktion, z.B. der Isotope einiger Metallkomponenten des Beschleunigerkopfes, überschritten werden und die produzierten Neutronen kontaminieren das Photonenfeld. Für konventionelle Techniken bleibt der zusätzliche Dosisbeitrag dieser Neutronen unberücksichtigt, nur in Strahlenschutzberechnungen fließt eine Abschätzung ein. Werden Bestrahlungstechniken mit längerer Strahlzeit (z.B. intensitätsmodulierte Strahlentherapie) angewendet, könnte die zusätzliche Dosisbelastung nicht mehr vernachlässigbar sein. Neutronen haben eine deutlich höhere biologische Wirksamkeit als Photonen und daher trägt auch eine geringe Neutronendosis zur Erhöhung des Sekundärtumor-Risikos bei. Nur wenige direkte Messungen innerhalb des Photonenfeldes und innerhalb von Phantomen sind publiziert. Ziel dieser Arbeit war die Entwicklung eines Detektorsystems, welches die Messung der Neutronenkomponenete innerhalb des Photonenfeldes eines beliebigen Beschleunigers erlaubt.
Die Neutronenkontamination des Siemens PRIMUS im 15 MV Photonenmodus wurde detailliert untersucht. Für die experimentellen Untersuchungen wurden drei Ionisationskammern (eine gewebeäquivalente Kammer, eine Magnesiumkammer und eine 10B-ausgekleidete Magnesiumkammer), sowie zwei Typen Thermolumineszenz-Detektoren (angereichert mit 6Li bzw. 7Li) angewendet. Die Detektoren besitzen unterschiedliche Photonen- und Neutronensensitivität und durch ihre Kombination lassen sich die Dosisbeiträge in einem gemischten Neutronen-/Photonen-Feld separieren. Die Anwendung des Ionisationskammersystems, und des verwendeten TLD-Systems für Photoneutronen-Messungen sind neue Ansätze. Die Neutronenempfindlichkeit der TLD zeigte sich als zu gering für eine Messung im offenen Photonenfeld, daher wurden die folgenden Messungen nur mit Ionisationskammern durchgeführt.
Die drei Ionisationskammern wurden an verschiedenen Photonen- und Neutronen-Quellen kalibriert, wobei sich ein sehr hohes Ansprechen der borausgekleideten Ionisationskammer gegenüber thermischen Neutronen zeigte. Um die Kalibrierung zu überprüfen wurden die drei Kammern in dieser Arbeit auch zur Messung der thermischen Neutronendosis eines Boreinfangtherapie-Strahls genutzt und es wurden sehr genaue Ergebnisse erreicht. Am Beschleuniger wurde das Ionisationskammersystem auf ein Zweikammer-System aus Magnesium- und borausgekleideter Magnesium-Ionisationskammer reduziert, da die schnelle Neutronenkomponente aufgrund ihres geringen Beitrages zum Detektorsignal nicht separiert werden konnte. Die Kalibrierung der drei Ionisationskammern gegenüber Neutronen konnte nicht angewendet werden, stattdessen erfolgte eine Umrechnung von gemessenem thermischen Neutronensignal in Monte-Carlo simulierte Gesamt-Neutronendosis. Messungen mit diesem System wurden in Fest- und Flüssigwasser für offene Felder durchgeführt. In großer Phantomtiefe konnte die Neutronendosis an zwei unterschiedlichen Beschleunigern mit einer Unsicherheit von 20% bestimmt werden. Die gemessene thermische Neutronendosis zeigte eine gasartige räumliche Verteilung und keine Feldgrößenabhängigkeit. Verschiedene realistische Bestrahlungspläne wurden untersucht und die zusätzliche zu berücksichtigende Äquivalenzdosis durch Neutronen wurde für die gesamte Behandlung zu einer Ganzkörperdosis von kleiner 30 mSv bestimmt. Die Neutronendosis stieg mit der Anzahl der Monitorimpulse pro applizierter Photonendosis an.
Schließlich wurde die zusätzliche Neutronendosis die durch Metallimplantate im Strahlgang verursacht wird mit Monte Carlo Simulationen und dem Zweikammer-System untersucht. Die zusätzlich entstehende durch Simulationen bestimmte Dosis von 0.0005% der applizierten Photonendosis konnte in entsprechenden Experimenten nicht nachgewiesen werden.
Linear accelerators are usually used for the radiotherapeutic treatment of cancer. If photons with energies above 7 MeV are selected for the treatment, they can exceed the threshold energy for photoneutron production, e.g. for isotopes of the heavy metals of the accelerator head. The produced neutrons contaminate the photon field. For conventional treatment techniques, the contamination is neglected for the patient and only accounted for in radiation protection. However, for techniques with increased beam-on time (e.g. intensity modulated radiotherapy) the additional dose delivery may be no longer negligible. The biological effectiveness of neutrons is substantially higher than that of photons and even a small neutron dose will increase the risk for secondary cancer. Until now only a few direct measurements of the neutron dose inside a photon field and inside a phantom were reported in the literature. The scope of this thesis was to develop a device for the detection of the photoneutron dose inside the high-energy photon field. The device can be applied at any linear accelerator in radiotherapy.
The photoneutron contamination of a Siemens PRIMUS linear accelerator was investigated in detail in its 15 MV photon mode. The experimental examinations were performed with three ionisation chambers (a tissue equivalent chamber, a magnesium chamber and a 10B-coated magnesium chamber) and two types of thermoluminescence detectors (enriched with 6Li and 7Li, respectively). The detectors have different sensitivities to photons and neutrons and their combination allows the dose separation in a mixed neutron/photon field. The application of the ionisation chamber system, as well as the present TLD system for photoneutron detection in high-energy photon beams is a new approach. The TLD neutron sensitivity was found to be too low for a measurement inside the open photon field and the further investigation focused on the ionisation chambers.
The three ionisation chambers were calibrated at different photon and neutron sources and a the borated magnesium chamber showed a very high response to thermal neutrons. For a cross check of the calibration, the three chambers were also used for dose separation of a boron neutron capture therapy beam where the exact determination of the thermal neutron dose is essential. Very accurate results were achieved for the thermal neutron dose component. At the linear accelerator the chamber system was reduced to a paired chamber system utilising the two magnesium chambers, since the fast neutron component was to small to be separated. The neutron calibration of the three chambers could not be applied, instead a conversion of measured thermal neutron signal by the borated chamber to Monte Carlo simulated total neutron dose was performed. Measurements for open fields in solid water and liquid water were performed with the paired chamber system. In larger depths the neutron dose could be determined with an uncertainty of 20% at two different linear accelerators. The measured thermal neutron dose showed a gaseous distribution and was independent of the field size. Different realistic treatment plans were examined and the additional equivalent neutron dose was found to be less than 30 mSv whole body dose for a whole treatment series. The neutron dose increased with the number of monitor units per applied photon dose.
Finally, the additional neutron dose that results from metal protheses in the beamline during radiotherapy was investigated with Monte Carlo simulations and the paired chamber system. The additional neutron dose was calculated by the simulations to be less than 0.0005% of the photon dose and was not detectable in the irradiation experiments.